Analysis of Fuel Criticality during Severe Accidents

Interest in the analysis of beyond design basis accidents, involving a combination of several failures with fuel damage, has increased throughout the world after the Fukushima accident. Stress tests were performed at NPPs, and development of severe accident management guidelines was started. These activities necessitated calculations to analyze the probability of beyond design basis accidents and assess their initiating events and consequences. One of the aspects in analysis of beyond design basis accidents is to determine the potential for re-criticality during such accidents. The paper provides results of some criticality safety calculations for VVER reactors performed, in particular, by ÚJV Řež and SSTC NRS experts. It is shown how criticality can occur in different severe accident phases.Во всем мире после аварии на АЭС Фукусимы вырос интерес к анализу запроектных аварий: с наложением нескольких отказов, с повреждением топлива. На АЭС были проведены стресс-тесты, начали разрабатываться руководства по управлению тяжелыми авариями. Как следствие такой деятельности, выросла необходимость в проведении расчетных анализов как вероятности возникновения запроектных аварий, так и исследование условий возникновения аварий и их последствий. Одним из аспектов анализа запроектной аварии является определение возможности возникновения критичности в течение аварии. В статье приведены результаты некоторых расчетных анализов безопасности критичности, которые были сделаны или применимы для реакторов ВВЭР.У всьому світі після аварії на АЕС Фукусіми збільшився інтерес до аналізу запроектних аварій з накладанням кількох відмов та з пошкодженням палива. На АЕС проведено стрес-тести, почали розроблятися керівництва з управління важкими аваріями. Внаслідок такої діяльності зросла потреба в проведенні розрахункових аналізів як імовірності виникнення запроектних аварій, так і дослідження умов виникнення аварій та їх наслідків. Одним з аспектів аналізу запроектної аварії є визначення можливості виникнення критичності протягом аварії. У статті наведено результати деяких розрахункових аналізів безпеки критичності для реакторів ВВЕР, зроблених, зокрема спеціалістами ÚJV Řež та ДНТЦ ЯРБ. Показано можливість виникнення критичності на різних стадіях протікання важкої аварії

SARNET benchmark on QUENCH-11. Final report

In den QUENCH-Versuchen wird der Wasserstoffquellterm bei der Einspeisung von Notkühlwasser in einen trockenen, überhitzten Reaktorkern eines Leichtwasserreaktors untersucht. Ferner wird in den Versuchen das Verhalten von überhitzten Brennelementen unter verschiedenen Flutbedingungen untersucht, eine Datenbasis zur Modellentwicklung und eine Weiterentwicklung von Rechenprogrammen zu Schweren Störfällen (engl. SFD – Severe Fuel Damage) erstellt. Der Ausdampf-Versuch QUENCH-11 wurde am 8. Dezember 2005 durchgeführt. Es war das zweite Experiment im Rahmen des EU-geförderten LACOMERA-Programms. Es sollte einen Kühlmittelpumpenausfall während eines Kühlmittelverluststörfalls (hier ein sog. Small Break LOCA) oder einer plötzlichen Stromabschaltung (eng. „station blackout“) mit einer späten Druckentlastung des Primärsystems simulieren. Verbunden mit dem Unfallszenario ist das Ausdampfen eines teilgefüllten Reaktorkerns bzw. des Versuchsbündels. Das Ziel war die Untersuchung des Bündelverhaltens während des Ausdampfens und des nachfolgenden Abschreckens mit reduzierter Wassereinspeiserate. Es war das erste Experiment, in dem der gesamte Unfallablauf von der Ausdampfphase bis zur verzögerten Flutung des Bündels bei einer geringen Wasser-Einspeiserate untersucht werden sollte. Das Ausmaß der Wechselwirkungen von Thermalhydraulik und Materialien war in dem Experiment ausgeprägter als in früheren QUENCH-Versuchen. Das Experiment wurde von INRNE Sofia (Bulgarische Akademie der Wissenschaften) vorgeschlagen und zusammen mit dem Forschungszentrum Karlsruhe definiert. Nach dem Experiment wurde entschieden, die QUENCH-11-Daten für ein Rechenprogramm-Benchmark, bei dem die Rechenergebnisse mit den experimentellen Daten verglichen werden, im Rahmen des Europäischen Exzellenz-Netzwerks SARNET anzubieten, um die Zuverlässigkeit der Rechnungen für die verschiedenen Phasen von Unfall bzw. Experiment zu überprüfen. Die eingesetzten SFD-Rechenprogramme waren ASTEC, ATHLET-CD, ICARE-CATHARE, MELCOR, RATEG/SVECHA, RELAP/SCDAPSIM, und SCDAP/RELAP5. Die Koordination für den Vergleich übernahm INRNE. Als Grundlage für den Vergleich dienten die zeitlichen Verläufe von Temperaturen, Wasserstofferzeugung und anderer wichtiger Daten. Außerdem wurden Axialprofile, in erster Linie die der Temperatur zum Zeitpunkt des Flutbeginns und des Endstadiums, d. h. bei der Testzeit von 7000 s, verglichen. Für die meisten Rechenergebnisse kann ein gemeinsamer Trendverlauf angegeben werden. Größere Unterschiede zeigen die Ergebnisse für die Wasserstofferzeugung und die zugehörige Oxidschichtdicke. Der Grad der Übereinstimmung zwischen Rechnung und Experiment wird von den Schwachstellen der Rechnung und des Experiments gleichermaßen mitbestimmt. SFD-Rechenprogramme sind zur Analyse von typischen Kernreaktorunfällen entwickelt worden. Einzelne Besonderheiten der experimentellen Anordnung integraler Experimente (wie auch QUENCH-11) sind bedingt durch das Vorhandensein von Dampfführungsrohr (Shroud) und Elektrodenmaterial für die elektrische Stabheizung nicht reaktortypisch und können daher nicht in der gewünschten Einzelheit im Rechenprogramm nachgebildet werden. Hinzu kommen Effekte durch den Anwender. Da jedoch die Bandbreite der wesentlichen Rechenergebnisse einschließlich der Wasserstofferzeugung nicht extrem groß ist, kann das Ergebnis des SFD-Rechenprogramm-Benchmarks insgesamt als positiv bewertet werden. Ein Vergleich mit anderen Experimenten zeigt einen weiteren Bedarf an Verbesserungen besonders im Hinblick auf die Oxidation stark zerstörter Bündelstrukturen während des Flutens. Zusätzlich erwies sich das Rechenprogramm-Benchmark für einige Programmanwender als wertvoll, um sich mit den physikalischen Problematiken und der Anwendung von großen SFD-Rechenprogrammen vertraut zu machen. Es dient dem Erfahrungsaustausch mit jüngeren Wissenschaftlern und Ingenieuren und der Aufrechterhaltung des Standards der nuklearen Sicherheit

The Fukushima Daiichi Accident

The Fukushima Daiichi Accident consists of a Report by the IAEA Director General and five technical volumes. It is the result of an extensive international collaborative effort involving five working groups with about 180 experts from 42 Member States with and without nuclear power programmes and several international bodies. It provides a description of the accident and its causes, evolution and consequences, based on the evaluation of data and information from a large number of sources available at the time of writing. The set contains six printed parts and five supplementary CD-ROMs. Contents: Report by the Director General; Technical Volume 1/5, Description and Context of the Accident; Technical Volume 2/5, Safety Assessment; Technical Volume 3/5, Emergency Preparedness and Response; Technical Volume 4/5, Radiological Consequences; Technical Volume 5/5, Post-accident Recovery; Annexes. The JRC contributed to volumes 1,2 and 3, which are attached.JRC.F.5-Nuclear Reactor Safety Assessmen

ERMSAR 2019 conference of NUGENIA TA2/SARNET on research on severe accidents in nuclear power plants

The 9th ERMSAR conference, which selected papers are gathered in this Annals of Nuclear Energy special issue, was hosted by the ÚJV Řež in Prague (Czech Republic) from 18 to 20 March 2019. The Scientific Programme Committee involved eight researchers from diverse organizations (CEA, CIEMAT, ENEA, IAEA, IRSN, JSI and University of Pisa). The conference gathered 163 participants from 23 countries and 73 organizations (19% of participants came from out of Europe such as Canada, Egypt, India, Japan, USA, China, and the Republic of Korea), confirming its status as a major international event in nuclear reactor safety. Sixty-five papers plus several posters were presented in the 3 days and significant time was allocated after each presentation for questions and open discussions

Synthesis of spent fuel pool accident assessments using severe accident codes

International audienceThe accident at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant has highlighted the vulnerability of nuclear fuels that are stored in spent fuel pools (SFP) before their evacuation and final disposal or possible reprocessing. This vulnerability is due to the potential loss of sufficient fuel cooling in case of internal events or of extreme external events such as earthquake or flooding. Further, the limited number of barriers containing the radioactive products, the fuel cladding is typically the only barrier in an SFP whereas there are three physical barriers when the fuel is in the reactor (the fuel cladding, the envelope of the primary circuit and the containment building), induces higher risks of radioactive releases to the environment if sufficient fuel cooling cannot be recovered. This paper presents the results of various assessments of SFP accidents performed with different severe accident codes for different SFP geometries. In these studies, both loss of cooling and loss of water transients were analyzed. These calculations have been performed in the framework of the SARNET2 project. The analysis of these different SFP scenarios was conducted to identify some limits and needs for improvement of the SA code developed and usually used for reactor applications. More specifically, some questions about the SA code capabilities to evaluate the impact of air flow on coolability of the fuel assemblies (FAs) and the rate and path of air/steam flow in these FAs, have arisen. This work has also enabled us to identify the need to improve the knowledge and the models related to the effect of mixed air/steam atmospheres, especially the role of nitrogen on the acceleration of the corrosion rate of Zircaloy claddings and on the degradation of their mechanical properties. © 2014 Elsevier Ltd. All rights reserved